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和田 裕貴; 柴本 泰照; 日引 俊詞*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 249, p.127219_1 - 127219_16, 2025/10
被引用回数：0Two saturated boiling heat transfer correlations for downward flows in vertical circular pipes depending on wall superheat or wall heat flux as input parameters were developed based on a heat transfer experimental database. Owing to the absence of heat transfer correlations specifically developed for downward flows, existing heat transfer correlations for different flow directions were evaluated to determine their applicability to predicting the downward flow heat transfer coefficient. The results revealed that even the most accurate correlation showed a mean absolute percentage error (MAPE) of 66.5%, highlighting the need for improving predictive performance. In response, the downward flow heat transfer correlation was modeled by integrating a nucleate boiling heat transfer term and a forced convection heat transfer term. The Dong-Hibiki correlation, a two-component, two-phase heat transfer correlation for downward flows, was adopted for the forced convection heat transfer term. The Forster-Zuber correlation, developed as a wall superheat function, and the Cooper correlation, developed as a wall heat flux function, were used for the nucleate boiling term to develop the heat transfer correlations where either wall superheat or wall heat flux is known. Notably, the Dong-Hibiki correlation has been validated over a wide range of experimental conditions. A correction factor was applied to the nucleate boiling term to address errors caused by applying Foster-Zuber and Cooper correlations to downward flows. The two developed correlations achieved an MAPE value of approximately 20%, representing an improvement of roughly 40% over existing correlations of heat transfer coefficients.
和田 裕貴; 柴本 泰照; 日引 俊*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 239, p.126598_1 - 126598_18, 2025/04
被引用回数：3 パーセンタイル：21.83(Thermodynamics)This study reviewed the saturated boiling heat transfer research in downward flows. A database of downward flow heat transfer experiments was created using experimental studies. Saturated boiling heat transfer correlations in internal flows were collected, and no downward flow-specific heat transfer correlations were identified. The applicability of heat transfer correlations to downward flow heat transfer experiments was evaluated, and no correlation could predict the heat transfer coefficients accurately for all experimental databases. However, correlations that could predict heat transfer coefficients reasonably well were determined for each channel size. Cooper's correlation [Int. Chem. Eng. Symp. Ser. 86 (1984) 785-792] had a mean absolute percentage error (MAPE) of 11.7% for mini-channels and Kim and Mudawar's correlation [Int. J. Heat Mass Transf. 64 (2013) 1239-1256] had an MAPE of 66.5% for macro-channels. Furthermore, because the advection direction between the liquid-phase and the generated bubbles differed depending on the liquid-phase velocity in downward flows, we evaluated the prediction performance of the heat transfer coefficient for the liquid-phase velocity. For some experimental data, the prediction performance of the existing correlation for downward flow heat transfer worsened as the advection velocity of the bubbles decreased. This result is one of the issues to be addressed in the future development of heat transfer correlations.
丸山 修平; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2025/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)This study proposes new hybrid data assimilation (DA) methods to effectively use experimental data represented in two different ways in the DA process for reducing nuclear-data-induced uncertainties. Conventional DA methods often assume a linear model, where data in a DA database are represented by their differential coefficients, i.e., nuclear data sensitivity coefficients. In contrast, more rigorous and versatile DA methods based on sampling techniques have been proposed recently. These sampling-based DA methods describe data for DA using results derived from direct transport calculations performed with perturbed nuclear data samples. The proposed hybrid DA methods simultaneously use both types of data described by sensitivity coefficients and sampling results and thus are called "hybrid." Two hybrid DA methods are proposed herein: the simple hybrid DA and efficient hybrid DA methods. Among these, the simple method is based on a straightforward concept that uses a random sampling technique. In contrast, the efficient method employs a more technical method that effectively combines a new deterministic sampling technique with sensitivity coefficients to reduce statistical uncertainties associated with the simple method. The efficient method is expected to be a candidate to achieve high precision and rigorous DA with a realistic sample size.
Brear, D. J.*; 近藤 悟; 曽我部 丞司; 飛田 吉春*; 神山 健司
JAEA-Research 2024-009, 134 Pages, 2024/10
JAEA-Research-2024-009.pdf:2.45MB
SIMMER-III/SIMMER-IVは液体金属高速炉の炉心崩壊事故(CDA)の解析に使用する計算コードである。CDAの事象進展は炉心物質間の熱伝達係数(HTC)により大きく影響される。溶融・固化、蒸発・凝縮といった質量移行現象も熱伝達により支配される。複雑な多相・多成分系においては、一つの流体成分と他の流体又は構造材表面との間での多数の異なるHTCを計算する必要がある。また、多相流の流動様式や構造材の配位に従って異なる伝熱モードを考慮する必要もある。結果として、各計算セルごとに数十のHTCが計算される。本報告書には、SIMMER-III/SIMMER-IVのHTCモデルの役割、選定したHTC相関式とその技術的背景、流動様式の取扱いとHTCの内挿方法、検証及び妥当性確認の成果概要を記載する。
Yuan, X.*; Hu, Q. H.*; Fang, X.*; Wang, Q. M.*; Ma, Y.*; 舘 幸男
Sedimentary Geology, 465, p.106633_1 - 106633_14, 2024/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Geology)Archie's cementation factor, m, is a critical parameter for petrophysical studies, and the value is influenced by several factors such as the shape, type, and size of grains, degrees of diagenesis, and associated pore structure. Using integrated experimental and theoretical approaches, the goal of this study is to obtain the cementation factor of rocks (both reservoir rock and caprock) and assess the impact of diagenesis processes on the values of the cementation factor. Thirteen samples of geologically diverse rocks (six mudstones, four fossiliferous limestones, two marbles, and one sandstone) were selected to achieve these research objectives. Two approaches, the diffusion of gas tracers and the Bosanquet formula calculation using pore-throat sizes from mercury intrusion porosimetry analyses, were used to derive the cementation factors of these rock samples. These rocks were categorized into two groups based on the correlation between average pore-throat diameter and diffusivity, and an exponential-law relationship between the cementation factor and porosity was determined for these sample groups. In addition, thin-section petrography and field emission-scanning electron microscopy observations were utilized to investigate diagenetic processes, with four diagenetic patterns being established: (1) strong compaction, strong cementation, and weak dissolution-diagenesis pattern; (2) weak compaction, medium cementation, and weak dissolution-diagenesis pattern; (3) weak compaction, medium cementation, and strong dissolution-diagenesis pattern; and (4) fracture-matrix pattern. The results indicated that diagenetic processes and microfractures contribute to the variability in the cementation factors in these rock samples.
Zablackaite, G.; 塩津 弘之; 城戸 健太朗; 杉山 智之
Nuclear Engineering and Technology, 56(2), p.536 - 545, 2024/02
被引用回数：2 パーセンタイル：75.80(Nuclear Science & Technology)Radioactive iodine is a representative fission product to be quantified for the safety assessment of nuclear facilities. In integral severe accident analysis codes, the iodine behavior is usually described by a multi-physical model of iodine chemistry in aqueous phase under radiation field and mass transfer through gas-liquid interface. The focus of studies on iodine source term evaluations using the combination approach is usually put on the chemical aspect, but each contribution to the iodine amount released to the environment has not been decomposed so far. In this study, we attempted the decomposition by revising the two-film theory of molecular-iodine mass transfer. The model involves an effective overall mass transfer coefficient to consider the iodine chemistry. The decomposition was performed by regarding the coefficient as a product of two functions of pH and the overall mass transfer coefficient for molecular iodine. The procedure was applied to the EPICUR experiment and suppression chamber in BWR.
福田 航大
Proceedings of 4th Reactor Physics Asia Conference (RPHA2023) (Internet), 4 Pages, 2023/10
水減速燃料粒子分散体系(例:燃料デブリ体系)における熱膨張フィードバックが即発超臨界時の出力ピーク値や放出エネルギーに与える影響を定量的に明らかにすることを目的とした解析を行った。熱膨張を考慮する場合/しない場合の燃料温度反応度係数を仮想的な体系に対して計算し、Nordeheim-Fuchモデルを用いた評価を行った。その結果、熱膨張の影響を無視することで出力ピーク値や放出エネルギーに数十パーセントの誤差が生じうることが明らかとなった。この誤差は臨界事故解析の多くの場面では問題となる大きさではないものの、解析の目的によっては(例えば、事故後の被ばく量やRI放出量の検証のため精度よく結果を得たい場合)熱膨張反応度フィードバックの影響を考慮すべきであることが示された。
阿部 健康; 飯田 芳久; 笹本 広; 石井 英一
Proceedings of Water-Rock Interaction (WRI-17)/ Applied Isotope Geochemistry (AIG-14) (Internet), 6 Pages, 2023/08
埋設処分における地下水質の時空間的変遷評価では、地下水の混合や水-岩石相互作用を考慮したモデルが必要となる。堆積岩環境の地下水質を対象とした場合、評価上重要な水-岩石相互作用は陽イオン交換反応と考えられる。本研究では、パイロットボーリングが実施される概要調査段階における陽イオン交換反応の評価を想定し、陽イオン交換選択係数をactive fraction modelに従った地球化学計算に基づき推定する手法を検討する。さらに本手法の実環境での適用性を確認するために、幌延泥岩(稚内層及び声問層)を対象に交換性陽イオン組成の測定値と本手法による推定値との比較検討を行った。稚内層及び声問層の交換性陽イオン組成を測定し、得られた組成の変動範囲についてactive fraction modelを使って評価を行った。本評価に必要なパラメータの設定値は、先行研究で報告されているスメクタイトの2成分系陽イオン交換等温線及びCECのpH依存性に基づいて推定し、帯水層土壌に比べNaに親和的な選択係数を得た。推定したパラメータ設定を用いて、幌延で得られている化石海水・古天水の組成と平衡な交換性陽イオン組成を計算した結果、稚内層の交換性陽イオン組成の測定結果(交換性Naに富む組成)と整合した。また化石海水に比べてpHが高くNaイオンに乏しい現海水と平衡な交換性陽イオン組成を計算した結果、溶液の組成関係に反して化石海水よりも交換性Naに富む組成が得られた。このように溶液組成と反比例する交換性陽イオン組成の変化を解釈する上では、pHと全陽イオン濃度の変化が重要であることをベンチマーク計算により確認した。
南上 光太郎; 塩津 弘之; 丸山 結; 杉山 智之; 岡本 孝司*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.816 - 823, 2023/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)For proper source term evaluation, we constructed the theoretical model to estimate the mass transfer coefficient of gaseous iodine species under two-phase flow conditions, which complicates the direct experimental measurements. The mass transfer speed is determined by the product of the overall mass transfer coefficient and the interfacial area. By using the ratio of two gas components, the interfacial area, which is an important parameter that is difficult to measure, can be canceled out and the ratio of their overall mass transfer coefficients can be obtained. This ratio is expected to be equal to the ratio of their diffusion coefficients. Therefore, the unknown mass transfer coefficient such as iodine species can be estimated using the diffusion coefficients of two gas components and the reference mass transfer coefficient such as O
. We carried out the experiments using the bubble column to confirm this relationship. From the results in this study, we confirmed that the ratio of the overall mass transfer coefficient was in good agreement with the ratio of diffusion coefficient under the bubbly flow conditions. Using this relationship confirmed in this study, we estimated the mass transfer coefficient of I, one of the iodine species.
Vauchy, R.; 廣岡 瞬; 松本 卓; 加藤 正人
Frontiers in Nuclear Engineering (Internet), 1, p.1060218_1 - 1060218_18, 2022/12
Diffusion phenomena in uranium-plutonium mixed oxides U
PuyO dictate the physicochemical properties of MOX nuclear fuel throughout manufacturing, irradiation and storage. More precisely, estimating the cation interdiffusion is paramount insofar as it dovetails with the actinide redistribution during sintering and under irradiation. In this paper, we propose a critical review of the existing experimental data of U and Pu interdiffusion coefficients in MOX fuel.
方野 量太; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Nuclear Science and Engineering, 196(10), p.1194 - 1208, 2022/10
被引用回数：1 パーセンタイル：14.04(Nuclear Science & Technology)本研究では、炉心核特性の核反応断面積に対する感度係数を効率的に行うROM-Lasso法を提案した。本手法は、求めたい感度係数ベクトルを、Reduced Order Modeling (ROM)の考えた方に基づき、Active Subspace (AS)と呼ばれる部分空間基底で展開する。その後、各展開係数をランダムサンプリングにより得られる多数の微視的多群断面積摂動セットと炉心核特性を用いたLasso線形回帰によって求める。本手法はForward計算のみ実施するためAdjoint法の適用が困難な場合でも適用が可能である。さらに、ASは感度係数ベクトルをより少ない次元数で再現する実効的な部分空間であり、元の次元数(入力パラメータ数)より大幅に未知数を削減することから、ASを用いないLasso推定と比較し劇的に計算コストを改善する。本論文では検証計算としてADS燃焼計算における感度係数評価を行い、ASを求める具体的な処方を示し、提案手法の適用性を示した。
and GeO liquids河口 宗道; 宇埜 正美*
Journal of Crystal Growth, 585, p.126590_1 - 126590_7, 2022/05
過冷却ケイ酸塩,SiO,GeO融液中の11種類の酸化物または混合酸化物の結晶化におけるフェーズフィールド易動度
と結晶成長速度をフェーズフィールドモデル(PFM)を用いて計算し、の物質依存性を議論した。実験の結晶成長速度と
のPFMシミュレーションから得られた結晶成長速度の比は、両対数プロットで結晶成長における固液界面プロセスの
のべき乗に比例した。また
のパラメータ
と
は
m
J
s,
であり、材料に固有の値であることが分かった。決定されたを用いたPFMシミュレーションにより、実験の結晶成長速度を定量的に再現することができた。は
における単位酸素モル質量あたりの陽イオンモル質量の平均の拡散係数と両対数グラフで比例関係にある。は化合物中の酸素モル質量あたりの陽イオンのモル質量の総和
に依存する。
では、陽イオンのモル質量が大きくなるにつれては小さくなる。陽イオンのモル質量は陽イオンの移動の慣性抵抗に比例するため、は陽イオンのモル質量の逆数で減少する。
の重い陽イオンのケイ酸塩の結晶化では、は約
で飽和し、
となる。
方野 量太; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), p.2032 - 2041, 2022/05
ADS炉心核特性の反応断面積に対する感度係数評価を、炉心解析システムに大幅な変更を加えることなく効率よく行うために、ROM-Lasso法を提案した。ROM-Lasso法では、まず感度係数ベクトルはAcitve Subspace (AS)と呼ばれる部分空間基底に展開され、実効的な未知数を大幅に削減する。続いて、ランダムサンプリングを実行して得られる炉心核特性と展開係数との罰則化線形回帰分析を通じて展開係数を決定し、感度係数ベクトルを推定する。ROM-Lasso法ではASを用いることで必要な炉心計算回数を大幅に低減することができる。本発表では燃焼末期の冷却材ボイド反応度の感度係数評価を例に、サンプル数やASの取り方で推定精度がどのように変化するかを示す。
and Eu
ions onto sedimentary rock in the presence of gamma-irradiated humic acidZhao, Q.*; 齊藤 毅*; 宮川 和也; 笹本 広; 小林 大志*; 佐々木 隆之*
Journal of Hazardous Materials, 428, p.128211_1 - 128211_10, 2022/04
被引用回数：7 パーセンタイル：45.72(Engineering, Environmental)令和2年度以降の幌延深地層研究計画において原子力機構が取り組んでいる課題の1つである「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」では、坑道周辺の掘削損傷領域において物質移行に関するデータの取得が必要である。本研究では、地下水中に含まれる腐植物質であるフミン酸に着目し、放射線によるフミン酸の分解反応がCsイオンとEuイオンの収着能へ与える影響について、幌延地域の堆積岩を例として調べた。放射線を照射していないフミン酸の存在下では、Euはフミン酸と錯体を形成することで、岩石への収着能は低下する。一方で、放射線の照射によりフミン酸が分解されると、岩石へ収着するEuイオンが増加することが確認された。また、Csの岩石への収着能はフミン酸の影響を受けることが無く、また、放射線により分解されたフミン酸の影響も見られないことが分かった。以上のことから、廃棄体の近傍ではフミン酸の放射線分解により、岩石への収着するEuイオンの割合が大きくなることが考えられる。
廣岡 瞬; 横山 佳祐; 加藤 正人
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 8 Pages, 2022/04
Am/Np含有MOXの物性測定を行い、それらの物性がどのように照射挙動に影響するか評価した。Am/NpがUと置き換わるとMOX全体の酸素ポテンシャルが上昇する傾向が得られた。また、MOX中のUとPu、UとAm、UとNpの相互拡散係数を、拡散対を用いた試験により評価した結果、拡散係数はU-Am、U-Pu、U-Npの順に大きく、また、O/M=2のときの拡散係数はO/M
2の場合と比べると数桁大きいことが明らかとなった。照射中のポアの中心への移動は、ポア内で起こる物質の蒸発と凝縮が原因であると考えられている。Am/Npの含有によりMOX全体の酸素ポテンシャルが高くなることは、ポア内の、特にUO
の蒸気圧を高くし、ポア移動を促進する効果につながると考えられる。また、アクチニド元素の再分布においてもポアの移動に伴う拡散現象が一つの要因として考えられており、相互拡散係数が大きいほど再分布も速い。得られた物性値は温度や酸素分圧の関係式としてモデル化することで、照射挙動解析コードに反映することが可能となった。
-dispersed LATP by means of neutron radiographySong, F.*; Chen, H.*; 林田 洋寿*; 甲斐 哲也; 篠原 武尚; 薮塚 武史*; 八尾 健*; 高井 茂臣*
Solid State Ionics, 377, p.115873_1 - 115873_6, 2022/04
被引用回数：4 パーセンタイル：29.55(Chemistry, Physical)Lithium tracer diffusion coefficients have been measured in Li
Al
Ti
(PO
)
(LATP) and LATP - LaPO composite solid electrolytes in the temperature range between 300
C and 500C by means of neutron radiography technique that utilizes the difference in neutron attenuation of 
Li and 
Li isotopes. The diffusion coefficient of LATP - LaPO composite is higher than that of pristine LATP, although the difference is much smaller than that estimated from the room temperature conductivity. This suggests that the bulk diffusion becomes the predominant diffusion mechanism at 300C to 500C instead of the diffusion along the space charge layer formed around the LaPO dispersants.
横山 賢治; 石川 眞*
Annals of Nuclear Energy, 154, p.108100_1 - 108100_11, 2021/05
被引用回数：1 パーセンタイル：9.64(Nuclear Science & Technology)高速炉のような新型炉の設計において、核特性の予測精度を向上させることは重要な課題である。炉定数調整法(核データ調整法)はこの課題に対する有力な方法論の一つである。炉定数調整法の考え方は1964年に初めて提案されたが、その実用化に向けては長期間に亘って研究が行われている。理論式の確立に約10年間を要したが、実用化に向けては半世紀以上に亘って研究開発が行われている。この分野の研究活動は依然として活発であり、新しい原子炉を開発するためには予測精度の向上が必要不可欠であることを示唆している。2020年3月に逝去されたMassimo Salvatores氏は炉定数調整法の最初の提案者の一人であるとともに、実用化に向けて偉大な貢献を行った研究者である。この分野における同氏の業績をレビューすることは、炉定数調整法の方法論の歴史をレビューすることとほぼ同じことを意味する。われわれはこのレビューがこの分野において今後何を開発すべきかを示唆するものになると期待する。このレビューは、a)炉定数調整法の方法論の確立と、b)実用化に関する成果の二つのテーマで構成される。更に、前者については、炉定数調整法の理論と炉定数調整法の適用必要となる感度係数の数値解法に関する研究の観点からレビューを行う。後者については、積分実験データの利用、不確かさの定量化と設計目標精度の評価、核データ共分散開発の促進の観点からレビューを行う。
高橋 史明; 真辺 健太郎; 佐藤 薫
JAEA-Review 2020-068, 114 Pages, 2021/03
JAEA-Review-2020-068.pdf:2.61MB
現在の日本国内の放射線安全規制は、国際放射線防護委員会(ICRP)による1990年勧告の主旨に基づいて制定されているが、ICRPはこれに置き換わる2007年勧告を公開した。そのため、原子力規制委員会の下に設置されている放射線審議会では、最新の2007年勧告の主旨を国内の規制へ取り入れるための検討を進めている。また、ICRPは2007年勧告に準拠する内部被ばく評価に用いる実効線量係数の公開も進めており、内部被ばくの評価法に係る技術的基準の見直しも想定される。現在のところ、作業者や公衆の内部被ばく防護のための濃度限度について、改正に必要な実効線量係数の全ては公開されていない。一方で、既に公開されている実効線量係数については、作業者の内部被ばく防護で重要な核種へ適用されるものも含まれる。そこで、ICRPが平成28年(2016年)から令和元年(2019年)にかけて発刊した「職業人の放射性核種摂取(Occupational Intakes of Radionuclides)シリーズ」のparts2、3及び4に基づいて、新しい実効線量係数及び基本となる線量評価モデルやデータをレビューし、現在の国内における内部被ばく評価法に係る技術的基準からの変更点を調査した。さらに、今後の2007年勧告を踏まえた内部被ばく評価法に係る技術的基準の円滑な改正に供するため、課題等を整理した。
山口 徹治; 大平 早希; 邉見 光; Barr, L.; 島田 亜佐子; 前田 敏克; 飯田 芳久
Radiochimica Acta, 108(11), p.873 - 877, 2020/11
被引用回数：8 パーセンタイル：54.81(Chemistry, Inorganic & Nuclear)Sorption distribution coefficient (Kd) of niobium-94 on minerals are an important parameter in safety assessment of intermediate-depth disposal of waste from core internals etc. The Kd of Nb on clay minerals in Ca(ClO) solutions were, however, not successfully modeled in a previous study. The high distribution coefficients of Nb on illite in Ca(ClO) solutions were successfully reproduced by taking Ca-Nb-OH surface species into account. Solubility of Nb was studied in Ca(ClO) solutions and the results were reproduced by taking an aqueous Ca-Nb-OH complex species, CaNb(OH)
, into account in addition to previously reported Nb(OH)
and Nb(OH)
. Based on this aqueous speciation model, the Ca-Nb-OH surface species responsible for the sorption of Nb on illite in Ca(ClO) solutions was presumed to be X_OCaNb(OH). Although uncertainties exist in the speciation of aqueous Ca-Nb-OH species, the result of this study proposed a possible mechanism for high distribution coefficient of Nb on illite in Ca(ClO) solutions. The mechanism includes Ca-Nb-OH complex formation in aqueous, solid and surface phases.
舘 幸男; 陶山 忠宏*; 三原 守弘
JAEA-Data/Code 2019-021, 101 Pages, 2020/03
JAEA-Data-Code-2019-021.pdf:4.05MB
TRU廃棄物や高レベル放射性廃棄物の地層処分を対象とした性能評価において、人工バリアであるセメントやベントナイト、天然バリアである岩石中での核種の収着現象は、核種の移行遅延を支配する重要な現象の一つである。収着の程度は一般的に収着分配係数(K
)によって表され、バリア材や環境条件に応じて大きく変動するため、それぞれの条件でのKデータを取得し、性能評価解析では関連する不確実性も考慮して収着パラメータ値を設定する必要がある。TRU廃棄物の処分システムでは、高レベル放射性廃棄物で検討されるベントナイトや岩石に加えて、バリア材として利用されるセメント系材料への収着や、一部の廃棄物に含まれる硝酸塩等の化学物質が地下水に溶解して収着に影響を及ぼすことなどを考慮する必要が生じる。本報告書では、このようなTRU廃棄物の処分において考慮すべきバリア材料や、硝酸塩等の影響物質、評価対象核種の組み合わせを対象として、Kデータをバッチ式収着試験により取得した結果を報告する。バリア材としては、普通ポルトランドセメント硬化体、通水で劣化させた普通ポルトランドセメント硬化体、凝灰岩を対象とし、液性については、蒸留水や模擬海水とバリア材料との平衡液に加え、硝酸塩やアンモニウム塩を含む液性条件を対象とした。元素は、C(有機形態),C(無機形態),Cl,I,Cs,Ni,Se,Sr,Sn,Nb,Am,Thを対象とした。ここで報告する収着データの一部は、TRU廃棄物処分技術検討書の性能評価における核種移行解析に用いたパラメータである核種移行データセット(RAMDA: Radionuclide Migration Datasets)の一部として取得・報告されているものであり、ここでは、これらのデータ取得の方法, 条件, 結果の詳細を報告する。
